автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Развитие и систематизация методик вероятностного анализа безопасности атомных электростанций

ПЕРЕЧЕНЬ ИСПОЛЬЗОВАННЫХ СОКРАЩЕНИЙ

ВВЕДЕНИЕ

1. ОБЗОР СОВРЕМЕННОГО СОСТОЯНИЯ ВАБ И АСПЕКТОВ ЕГО НОРМАТИВНОГО ИСПОЛЬЗОВАНИЯ

1.1 Принципиальная схема выполнения ВАБ уровня 1 для внутренних ИС

1.2 Принципиальная схема выполнения ВАБ уровня 1 для внешних воздействий

1.3 Методические вопросы ВАБ уровня 1, требующие дальнейшего развития

1.3.1 Проблемные области ВАБ уровня 1 для внутренних ИС

1.3.2 Проблемные области ВАБ уровня 1 для внешних воздействий

1.3.3 Постановка задачи по устранению проблемных областей ВАБ уровня 1 для внутренних ИС и внешних воздействий

1.4 Нормативные требования по выполнению ВАБ

1.4.1 Регулирующие требования

1.4.2 Проблемы использования ВАБ в регулирующей деятельности

1.4.3 Постановка задачи по разработке требований и принципов использования ВАБ в регулирующей деятельности

1.5 Выводы по главе

2. РАЗРАБОТКА МЕТОДИК ВЫПОЛНЕНИЯ ПРОБЛЕМНЫХ ЗАДАЧ ВАБ УРОВНЯ 1 ДЛЯ ВНУТРЕННИХ ИС ПРИ РАБОТЕ БЛОКА НА МОЩНОСТИ

2.1 Методология разработки математической модели безопасности АЭС

2.1.1 Элементы и понятие математического моделирования

2.1.2 Технология разработки математической модели безопасности АЭС

2.1.3 Технология разработки вероятностной модели безопасности АЭС

2.1.4 Технология разработки математической модели безопасности АЭС с позиций аксиоматики математической логики и теории вероятностей

2.1.5 Анализ способов графического моделирования безопасности

2.2 Методические проблемы ВАБ уровня 1 для внутренних ИС

2.3 Разработка методических подходов к выбору и группировке ИС

2.3.1 Цели задачи «Выбор и группировка ИС»

2.3.2 Определение понятия ИС

2.3.3 Определение рассматриваемых диапазонов работы АЭС

2.3.4 Основные этапы анализа ИС

2.3.5 Критерии адекватности выполнения задачи «Выбор и группировка ИС»

2.3.6 Взаимосвязь задач ВАБ с задачей «Выбор и группировка ИС»

2.3.7 Примерные перечни ИС и групп ИС

2.4 Методические подходы к задаче «Анализ надежности персонала»

2.4.1 Цели задачи «Анализ надежности персонала»

2.4.2 Характеристика метода «Дерева Решений»

2.4.3 Разработка «Дерева Решений»

2.4.4 Анализ зависимостей между действиями оператора

2.4.5 Вычисление диапазона неопределенности оценок ВОП

2.4.6 Примеры разработанных ДР и оценок ВОП

2.5 Методика анализа зависимостей в ВАБ уровня 1 для внутренних ИС

2.5.1 Характеристика возможных зависимостей

2.5.2 Выявление зависимостей, обусловленных специфическими особенностями блока

2.5.3 Выявление не предусмотренных проектом зависимостей

2.6 Выводы по главе 91 3 РАЗРАБОТКА МЕТОДИК ВЫПОЛНЕНИЯ АНАЛИЗА ВНЕШНИХ

ВОЗДЕЙСТВИЙ В ВАБ УРОВНЯ

3.1 Методические проблемы вероятностного анализа безопасности уровня 1 для внешних воздействий

3.2 Разработка полного обобщенного списка внешних воздействий

3.3 Составление полного списка внешних воздействий и анализ исходной информации, необходимой для выполнения ВАБ

3.4 Принципиальная схема выполнения ВАБ уровня 1 внешних воздействий блока АЭС

3.5 Методика выполнения отборочного анализа внешних воздействий

3.6 Методика выполнения «огибающего» (граничного) анализа внешних воздействий

3.6.1 Последовательность выполнения «огибающего» анализа

3.6.2 Анализ частоты возникновения внешних воздействий, выявленных в результате отборочного анализа

3.6.3 Построение вероятностных моделей поведения блока АЭС для «огибающего» анализа различных внешних воздействий

3.7 Методические подходы к выполнению детального ВАБ внешних воздействий

3.8 Документирование результатов ВАБ внешних воздействий

3.9 Методика расчета вероятностных показателей безопасности АЭС при внешних воздействиях различной физической природы

3.10 Выводы по главе 114 4 РЕЗУЛЬТАТЫ ВЕРОЯТНОСТНОГО АНАЛИЗА УРОВНЯ 1 ДЛЯ 5-ГО

БЛОКА НОВОВОРОНЕЖСКОЙ АЭС

4.1 Цели вероятностного анализа безопасности уровня 1 для внутренних ИС и внешних воздействий 5-го блока HB АЭС

4.2 Основные результаты вероятностного анализа безопасности уровня 1 для внутренних ИС 5-го блока Нововоронежской АЭС

4.2.1 Основные характеристики 5-го блока HB АЭС

4.2.2 Краткая информация о модели ВАБ уровня 1 для внутренних ИС

4.2.3 Результаты ВАБ уровня 1 для внутренних ИС

4.2.4 Основные рекомендации по повышению уровня безопасности 5-го блока

НВАЭС на основе результатов ВАБ уровня 1 для внутренних ИС

4.3 Основные результаты ВАБ уровня 1 для внешних воздействий

4.3.1 Цель и объем ВАБ уровня 1 для внешних воздействий

4.3.2 Обзор использованных методов и подходов

4.3.3 Результаты отборочного анализа внешних воздействий для 5-го блока НВАЭС

4.3.4 Результаты огибающего анализа внешних воздействий природного характера для 5-го блока НВАЭС

Атомная энергетика в странах с развитой экономикой в настоящее время имеет различные тенденции. Активно и стабильно она развивается во Франции, Японии, Китае и ряде других стран Азии. В России введен в эксплуатацию первый энергоблок Волгодонской АЭС, достраиваются блоки Калининской и Курской АЭС, продлены сроки эксплуатации 2 блоков Нововоронежской, ведется разработка новых типов реакторов ВВЭР-1500, БН-800, БРЕСТ и т.п.

Вместе с тем в некоторых странах западной Европы введены запреты на строительство атомных станций, приостанавливается эксплуатация действующих блоков, и развивается только научная деятельность, связанная с разработкой новых проектов АЭС. Те же тенденции характерны и для стран восточной Европы. За последние 10 лет были остановлены блоки АЭС в бывшей ГДР, планируется вывод из эксплуатации АЭС с ВВЭР-440/230 в Словакии, Болгарии, выведены из эксплуатации блоки Чернобыльской АЭС на Украине. Существует противоречивая информация о планах строительства новых блоков АЭС в Европе и США.

Объективные психологические и экономические причины тормозят развитие ядерной энергетики:

- послечернобыльский синдром;

- появление новых технологий (высокопрочные материалы, позволяющие обеспечить эффективность работы парогазотурбинных энергетических установок);

- наличие больших запасов газа;

- социальные и технологические проблемы, связанные с переработкой отработанного ядерного топлива и хранением радиоактивных отходов атомной энергетики;

- энергосберегающие технологии, снижающие потребность в электроэнергии;

- нестабильная экономическая ситуация в странах восточной Европы и СНГ. Эти причины могут иметь временный характер, так как, например, новые месторождения газа по оценкам специалистов, могут обеспечивать потребности промышленности лишь в ближайшие 30 лет, при условии сохранения ее темпов развития, а экономическая нестабильность может смениться ростом производства, связанным с развитием промышленности в регионах восточной Европы и странах СНГ из-за наличия квалифицированной и относительно дешевой рабочей силы.

Имеются и политические причины снижения роли атомной энергетики, вызванные опасениями населения относительно повышенного риска ее использованием. Например, как известно, одним из условий вхождения в ЕС Словакии и Болгарии было требование по выводу из эксплуатации блоков ВВЭР-440/230. Такое же требование выставляла Австрия к Чехословацкой республике (вывод из эксплуатации 1-го блока «Темелин» и прекращение строительства блока N2). Однако, высокий уровень обоснования безопасности блоков ВВЭР-1000 (АЭС «Темелин») позволил снять требование Австрии.

Таким образом, для развития атомной энергетики необходимо выполнение следующих условий:

• отсутствие аварий на объектах ядерной энергетики с повреждением ядерного топлива и/или выхода продуктов распада за пределы герметичных ограждений АЭС;

• обоснование реальной величины риска от эксплуатации действующих АЭС, меньшего, чем риск от других сфер промышленной деятельности;

• разработка проектов новых перспективных АЭС повышенной безопасности.

Очевидно, что обеспечение безопасного функционирования российских АЭС является первостепенной задачей организаций, проектирующих и эксплуатирующих АЭС. Федеральные оргагны власти разрабатывают требования по выполнению исследований по всесторонней оценке безопасности блоков АЭС и включают их в федеральные законы и нормативные документы [1-12], которые являются обязательными для эксплуатирующих организаций при получении лицензии на эксплуатацию АЭС, включая продление их срока службы.

Современное состояние науки и практики в мире показывает, что одним из наиболее эффективных методов качественного исследования и единственным количественным инструментом комплексной оценки безопасности блоков АЭС является вероятностный анализ безопасности (ВАБ) [13].

ВАБ является средством, позволяющим интегрально оценить текущий уровень безопасности и определить пути его повышения. ВАБ позволяет систематически и всесторонне проанализировать всевозможные аварийные ситуации и установить основные источники аварий на объекте, а также позволяет выявить, какие особенности проекта и/или эксплуатации АЭС являются наиболее значимыми для снижения риска нежелательных последствий. Таким образом, результаты вероятностных анализов предоставляют базу для принятия решений по выполнению мероприятий, проводимых с целью повышения уровня безопасности, позволяя "взвесить" мероприятия в терминах снижения количественной оценки риска.

Следует особо отметить, что методология ВАБ позволяет оценить риск всевозможных аварий, инициированных от различных источников: внутренних инициирующих событий, вызванных отказами систем или ошибками персонала АЭС, внешних воздействий, причинами которых могут быть как природные явления, так и явления, вызванные деятельностью человека как внутри так и за пределами АЭС.

Существующие нормы проектирования АЭС предусматривают различные меры по предупреждению и защите от ИС, вызванных внутренними и внешними причинами. Разумеется, в проектах блоков АЭС первых поколений, спроектированных и введенных в эксплуатацию 20-30 лет назад, имеются отклонения от действующих норм.

В основе проектов этих блоков, а также в обосновании их безопасности, заложены детерминистические принципы, не требующие выявления всех возможных ИС и аварийных последовательностей и определения всех аварийных сценариев, являющихся значимыми с точки зрения риска нежелательных последствий. Знание наиболее опасных факторов риска позволяет принять компенсирующие меры, направленные на снижение риска, и тем самым повысить общий уровень безопасности блоков АЭС.

Актуальность работы состоит в том, что на современном этапе развития теории безопасности применительно к ВАБ АЭС назрела необходимость обобщения подходов, используемых в атомной энергетики России, странах западной и восточной Европы и в США.

Выполнение в ходе ВАБ детального анализа технических и организационных мероприятий по повышению безопасности исследуемого блоков АЭС позволяет выявить факторы, негативно влияющие на безопасность, обусловленные как особенностями проекта блока, так и конкретными условиями его эксплуатации. Такой анализ способствует определению наиболее эффективных мер по повышению безопасности и установлению очередности их реализации при оптимальном расходовании ресурсов на эти цели. При этом, значительное повышение безопасности может осуществляться достаточно малозатратными средствами, например, такими, как оптимизация эксплуатационных и противоаварийных регламентов и инструкций.

Зарубежные органы государственного регулирования ядерной и радиационной безопасности широко используют ВАБ для оценки безопасности действующих АЭС при выдаче лицензий. Масштабные программы анализов с применением ВАБ реализуются в Бельгии [14], Канаде [15], Финляндии [16], Великобритании [17], США [18,19], Венгрии [20], Чехии [21], Словакии [22] и т.д.

В настоящее время в России выполнен значительный объем работ в области ВАБ, однако качество и глубина исследований, степень достоверности результатов и их применимость при принятии регулирующих решений для оценки безопасности блоков до настоящего времени были ниже возможностей используемого метода.

В ВАБ, выполненных промышленностью, можно отметить следующие аспекты, ограничивающие эффективность исследований:

- исследования выполнялись для ограниченного перечня внутренних ИС;

- проведено недостаточное количество специальных обосновывающих анализов аварийных процессов (теплогидравлических, физических и других расчетов), определяющих возможное развитие аварийного процесса;

- в ряде случаев использовалась обобщенная база данных МАГАТЭ по надежности элементов систем и частотам ИС, без учета специфических данных исследуемых АЭС;

- глубина разработки моделей ВАБ не позволяла учесть неявные (а зачастую и явные) зависимости работы систем от отказов элементов, от условий работы оборудования в аварийной ситуации, от ИС, вызывающего необходимость работы того или иного оборудования;

- вероятность ошибок персонала оценивалась методами, основанными на использовании экспериментального и теоретического зарубежного опыта, без обоснованности его применимости для российских АЭС;

- практически отсутствуют полномасштабные вероятностные анализы безопасности для ИС, вызванных внешними по отношению к оборудованию АЭС воздействиями.

Наиболее актуальной является проблема анализа безопасности действующих блоков АЭС первых поколений, приближающихся к исчерпанию своего ресурса. С одной стороны, в проектах этих блоков не закладывались современные требования по безопасности, а с другой стороны специалисты, работающие на них, накопили огромный опыт, позволяющий принимать оптимальные решения. Выполнение ВАБ блоков первого поколения органично входит в задачу углубленного анализа безопасности этих блоков, необходимого для принятия решения об их дальнейшей судьбе. На этих блоках накоплен огромный объем статистических данных по надежности систем и их элементов, информации по наиболее вероятным ИС и ошибочным действиям оперативного персонала.

В требования при выдаче лицензии на эксплуатацию блоков Госатомнадзор России включил необходимость выполнения ВАБ, однако, в настоящее время только формируются механизмы, по которым будут оцениваться результаты ВАБ, и принципы принятия регулирующих решений при оценке результатов реконструкции и модернизации действующих блоков АЭС.

Актуальность выполненной работы не исчерпывается теоретическими исследованиями. На 5-ом блоке НВАЭС уже внедрены или запланированы к внедрению мероприятия, основанные, в значительной мере, на результатах данной работы. Необходимо отметить, что по результатам внедренных или запланированных к внедрению мероприятий, был выполнен повторный ВАБ блока АЭС, позволивший оценить: а) эффективность мероприятий по повышению безопасности АЭС; б) динамику изменения уровня безопасности АЭС и перейти к выполнению наиболее продуктивной части ВАБ: «Текущего ВАБ» 5-го блока НВАЭС.

Результаты диссертации также легли в основу разработки нормативной документации по выполнению и экспертизе ВАБ и используются при разработке руководящих документов по применению ВАБ в регулирующей деятельности Госатомнадзора России.

Цель работы и задачи, решаемые в ней. Целью работы является развитие и систематизация методик выполнения задач ВАБ и принципов применения результатов ВАБ в регулирующей деятельности.

Для достижения поставленной цели необходимо решить следующие задачи:

1) сформулировать методические проблемы выполнения ВАБ АЭС;

2) сформировать стратегию построения вероятностной математической модели АЭС и разработать методики выполнения системообразующих задач ВАБ для внутренних инициирующих (исходных) событий (ИС) и внешних воздействий природного и техногенного характера;

3) реализовать разработанные методики при выполнении полномасштабного ВАБ действующего блока АЭС для внутренних ИС и внешних воздействий;

4) разработать концепцию и принципы использования ВАБ в регулирующей деятельности Госатомнадзора России.

Научная новизна работы состоит в следующем:

1. Впервые разработаны и применены методики выбора и группировки ИС на основе комплексного изучения особенностей возникновения и протекания физических процессов, анализа опыта эксплуатации АЭС с ВВЭР в России и за рубежом. Проведен обоснованный выбор и группировка ИС с использованием разработанных методик, позволивших значительно повысить степень полноты рассмотрения совокупности ИС;

2. Разработана и применена методика оценки вероятности ошибок персонала, учитывающая специфику подготовки и работы персонала российских АЭС. Выполнено сравнение оценок вероятности ошибок персонала для блоков, на которых внедрены и не внедрены симптомно-ориентированные инструкции для послеаварийных действий персонала.

3. Разработана и применена методика анализа неявных зависимостей работоспособности оборудования от ИС или отказов другого оборудования. Показано, что неявные зависимости вносят существенный вклад в оценку показателей безопасности блока.

4. Дополнена и применена методика отборочного и «огибающего» (граничного) вероятностного анализа внешних воздействий, основанная на статистической обработке информации по метео-гидрологическим характеристикам и факторам, вызываемым техногенными условиями в районе площадки АЭС, а также на анализе проектных и топологических особенностей блока АЭС.

5. Впервые в России проведено комплексное исследование безопасности действующего блока АЭС для всего спектра ИС, как внутренних, так и вызванных внешними воздействиями, с использованием известных и вновь разработанных методик. Впервые оценен вклад внешних воздействий в частоты повреждения активной зоны (ЧПЗ) реактора и показана необходимость выработки мероприятий по защите от их последствий.

6. Впервые разработаны и применены концепция и принципы использования результатов ВАБ в регулирующей деятельности Госатомнадзора России.

Достоверность научных положений, полученных результатов и выводов обеспечивается техническим анализом и экспертизой проведенных исследований, выполненных ведущими отечественными и зарубежными специалистами, в том числе двумя группами экспертов МАГАТЭ, а также сравнением с результатами аналогичных исследований, проводимых за рубежом и в России. Для всего диапазона исследования проводился анализ неопределенности, как на уровне отдельных задач, так и для конечных результатов в целом, показавший достаточно узкие доверительные интервалы количественных оценок. Для наиболее неопределенных данных проводился анализ чувствительности с целью исследования влияния отдельных параметров на результаты и выводы. Результаты ВАБ подтверждаются также совпадением предложенных рекомендаций по повышению безопасности 5-го блока НВАЭС с мероприятиями, разработанными эксплуатирующей организацией, а также с выводами анализа проблемных вопросов блоков «малой» серии (к которым относится 5-ый блок НВАЭС), выполненного экспертами МАГАТЭ.

Практическая значимость работы:

1. Разработанные теоретические модели доведены до инженерных методик, использованных при выполнении полномасштабного ВАБ блока N5 НВАЭС для внутренних ИС и внешних воздействий.

2. Применение результатов диссертационного исследования позволило обосновать ряд мероприятий по повышению безопасности энергоблока N5 НВАЭС, благодаря которым значение ЧПЗ снижается более чем на порядок. Выявлены факторы, вносящие основной вклад в величину риска аварий на АЭС. Мероприятия по повышению безопасности, основанные на рекомендациях, разработанных в диссертации, были внедрены или включены в программу модернизации на 5-ом блоке НВАЭС.

3.Методические положения, разработанные при выполнении работы, использованы при создании нормативных и методических документов Госатомнадзора России, а также при экспертизе ВАБ действующих блоков в Госатомнадзоре России.

4. Научные результаты внедрены и использованы на НВАЭС при определении плана мероприятий по повышению безопасности блока N5, на Кольской АЭС блоках N1 и N2 при выполнении ВАБ уровня 1, а также в НТЦ ЯРБ при экспертизе отчетов по ВАБ АЭС. К работе прилагаются акты об использовании ее результатов (см. Приложение 1).

Личный вклад автора

Диссертация является результатом исследований, выполненных автором как самостоятельно, так и под его руководством сотрудниками возглавляемого им отдела анализов риска НТЦ ЯРБ при содействии руководства Госатомнадзора России, НТЦ ЯРБ, Обнинского государственного технического университета атомной энергетики,

НВАЭС, Инспектората Швейцарии ипо регулированию ядерной безопасности и фирмы Energy Research Incorporated (США).

Автором разработаны методики анализа надежности персонала (АНП), выбора и группировки ИС, анализа зависимостей, которые реализованы при выполнении ВАБ 5-го блока НВАЭС. Автором разработаны модели аварийных последовательностей, выполнен отборочный и «огибающий» анализы внешних воздействий по дополненным и/или разработанным критериям и методикам. В соавторстве с коллективом НТЦ ЯРБ разработана вероятностная модель 5-го блока НВАЭС в среде кода SAPHIRE и получены результаты ВАБ для внутренних ИС и внешних воздействий (включая внутренние пожары и затопления).

Разработанные автором требования к ВАБ были положены в основу действующих и разрабатываемых нормативных документов в области ВАБ [24,25,26,27]. Автор является ответственным исполнителем и организатором разработки Заявления о политике [13], содержащего концепцию и принципы использования ВАБ в регулирующей деятельности.

На всех этапах выполнения диссертационной работы автор самостоятельно ставил и формулировал задачи исследования, осуществлял руководство и принимал непосредственное участие в проведении исследовательских работ, анализе результатов, выпуске отчетов, докладов и подготовке нормативных документов. Положения, выносимые на защиту:

1. Разработанные методики решения проблемных задач ВАБ уровня 1 для внутренних ИС при работе блока на мощности: а) методика выбора и группировки ИС; б) методика анализа надежности персонала; в) методика анализа «неявных» зависимостей.

2. Систематизированные и развитые методики выполнения ВАБ для внешних воздействий: а) методика отборочного анализа внешних воздействий; б) методика «огибающего» (граничного) анализа внешних воздействий.

3. Результаты полномасштабного ВАБ 1-го уровня 5-го блока НВАЭС для внутренних ИС и внешних воздействий и практические рекомендации по мероприятиям, направленные на снижение величины ЧПЗ блока N5 НВАЭС, разработанные на основе результатов ВАБ.

4. Разработанные концепция и принципы применения результатов ВАБ в регулирующей деятельности Госатомнадзора России. Апробация работы

Основные положения и результаты диссертации докладывались и получили положительную оценку на 8 научных конференциях и семинарах: Международная конференция "ВАБ-97", г. Юта, США, 1997; Международный Семинар МАГАТЭ "Гармонизация методов ВАБ для реакторов ВВЭР-1000 и сравнение результатов ВАБ", г. Эрланген, Германия, июнь 2000; Международный Семинар МАГАТЭ "Гармонизация методов ВАБ для реакторов ВВЭР-1000 и сравнение результатов ВАБ", г. Берлин, Германия, июль 2002; Международная конференция "ВАБ-99", г. Вашингтон, США, август 1999; II-V Международные форумы «Анализ безопасности АЭС с ВВЭР и РБМК», г. Обнинск, Россия, 1997-2000 г.г.

Результаты исследования докладывались на миссиях МАГАТЭ по независимой экспертизе ВАБ (IPSART), организованных по запросу Госатомнадзора России: «ВАБ уровня 1 блока N 5 НВАЭС», Москва, 1999 и «ВАБ пожаров и внешних воздействий блока N 5 НВАЭС», Москва, 2001.

Материалы диссертации обсуждались на заседаниях Научно-технических советов Госатомнадзора России и НТЦ ЯРБ, совместном заседании кафедр ЯЭУ и АСУ в Обнинском государственном техническом университете атомной энергетики.

Публикации

По теме диссертации опубликовано 14 работ:

1.Любарский А. Метод «дерева решений» в вероятностных анализах безопасности// Диагностика и прогнозирование состояния объектов сложных информационных интеллектуальных систем. Сборник научных трудов кафедры АСУ Обнинского института атомной энергетики. 2001. N14. С. 56-62.

2. Любарский А., Кузьмина И., Носков Д. и др. Рекомендации по повышению безопасности на основе результатов вероятностного анализа безопасности первого уровня пятого блока Нововоронежской АЭС // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. 2001. N1. С. 13-19.

3. Кузьмина И., Любарский А., Носков Д. и др. Методологические аспекты и результаты вероятностного анализа безопасности пожаров пятого блока Нововоронежской АЭС // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. 2001. N1. С. 25-30.

4. Носков Д., Любарский А., Кузьмина И., и др. Методология и основные результаты вероятностного анализа безопасности второго уровня пятого блока Нововоронежской АЭС // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. 2001.N1.C.20-24.

5. Lioubarski A, Kouzmina I., Volkovitski S., at.al., Probabilistic Safety Analysis of Novovoronezh-5; The level-1 Study Overview and Findings // Atomwirtschaft. 1997. Nr. 11. Vol. 42. P. 701 -705.

6. Lioubarski A., Kouzmina I., Berg Т., et al. Novovoronezh Unit 5 Probabilistic Safety Assessment. Part I: PSA Level-1 for Internal Initiating Events. Main Report. Project SWISRUS. SWISRUS-99-001. Scientific and Engineering Center for Nuclear and Radiation Safety of the Federal Nuclear Safety Authority of Russia. - Moscow, 1999 -445p.

7. Lioubarski A., Kouzmina I., Noskov D., et al. Novovoronezh Unit 5 Probabilistic Safety Assessment. Part III: PSA Level-1 for External and Area Initiating Events. Volume III: External Initiating Events. Final Report. Project SWISRUS. SWISRUS-2001-1. Scientific and Engineering Center for Nuclear and Radiation Safety of the Federal Nuclear Safety Authority of Russia. - Moscow, 2001.- 115 p.

8. Lioubarski A., Kouzmina I., Noskov D., et al. Novovoronezh Unit 5 Probabilistic Safety Assessment. Part III: PSA Level-1 for External and Area Initiating Events. Main Report. Project SWISRUS. SWISRUS-2001-1. Scientific and Engineering Center for Nuclear and Radiation Safety of the Federal Nuclear Safety Authority of Russia. -Moscow, 2001.- 80 p.

9. Lioubarski A, Kouzmina I., Gordon В., Rozin V. Insights from Level-1 PSA for Novovoronezh NPP (Unit 5) and PSA-based Modifications // Proceedings of the PSA'99 International Topical Meeting (USA, Washington D.C., 22-26 August 1999). P. 21-28.

10. Kouzmina I., Lioubarski A., Smoutnev V., Spurgin A. Human Reliability Analysis in Novovoronezh NPP Unit 5 PSA // Proceedings of the PSA'99 International Topical Meeting (Washington D.C., USA, 22-26 August 1999). - Washington D.C.: University of Maryland, 1999. - P. 1346-1353.

11. Lioubarski A., Kouzmina I. Comparison of some Results and Modeling Issues of PSAs For WER-1000 // Transactions of Fourth International Information Exchange Forum, Obninsk, Russia, 11-15 October 1999, IIEF4 CDROM: Liubarski A., P. 117-123

12. Gordon В., Liubarskiy A., Kouzmina I., et.al. Insights from Level 1 PSA for Novovoronezh Npp (Unit 5) and PSA-Based Modifications // Proceedings of International

Conference on Topical Issues in Nuclear, Radiation, and Radiactive Waste Safety, Vienna, Austria, 31 August-4 September 1998.-P.117-123

13. Lioubarski A., Kouzmina I., Rosin, at.al Overview and Results of External Events PSA Study for Novovoronezh NPP Unit 5 // Transactions of Fifth International Information Exchange Forum, Obninsk, Russia, 16-20 October 2000, IIEF5 CDROM: Liubarski A., P.375-382

14. Kouzmina I., Lioubarski A., Kazarians M. Approaches and Some Results from the Fire PSA Study for Novovoronezh NPP Unit 5 // Transactions of Forth International Information Exchange Forum, Obninsk, Russia, 11-15 October 1999, IIEF4 CDROM: Kozmina I., P.719-725

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ И ВЫВОДЫ

1. В диссертационной работе рассмотрены проблемные вопросы ВАБ уровня 1 для внутренних ИС и внешних воздействий. С позиций системного подхода решены задачи разработки методических аспектов ВАБ АЭС для внутренних ИС и внешних воздействий, призванные обеспечить полноту и целостность анализов, и повысить качество получаемых результатов.

2. Разработанная методика «Выбора и группировки ИС», ее использование и верификация результатов по предложенным критериям, обеспечили идентификацию полного перечня ИС и групп ИС. При этом вклад ИС, не учтенных в модели ВАБ АЭС, оказался малым и не привел к искажению как количественных результатов ВАБ, так и выводов, полученных на основании этих результатов.

3. Предложенная методики АНП - «Дерево Решений (ДР)», учитывает специфику работы операторов российских АЭС. Разработанные подробные алгоритмы построения и использования ДР, а также методика и алгоритм учета зависимостей между действиями персонала позволили внести изменения в инструкции по ликвидации аварий и тренировочный процесс персонала для 5-го блока НВАЭС.

4. Методика анализа «неявных» зависимостей и структурированный подход при анализе «неявных» зависимостей обеспечили реалистичность результатов и выводов ВАБ АЭС. Типовой перечень «неявных» зависимостей, разработанный на основе анализа опыта выполнения ВАБ и опыта эксплуатации отечественных АЭС, рекомендуется для использования при выполнении ВАБ российских АЭС.

5. Применение критериев отбора, позволяющих сузить спектр исследуемых внешних воздействий, является принципиальным отличием ВАБ от ВАБ уровня 1 для внутренних ИС. Обобщенный перечень внешних воздействий, критерии и методика отборочного анализа могут использоваться в ВАБ российских АЭС. Выполнение отборочного анализа по разработанной методике обеспечивает существенное (более чем на 70%) сокращение перечня внешних воздействий для дальнейшего анализа, без потери значимых вкладчиков в оценку риска эксплуатации АЭС.

6. Методика проведения количественной оценки ЧПЗ методом «огибающего» анализа обеспечивает получение реалистичной граничной оценки риска эксплуатации АЭС при минимальных затратах на его выполнение.

7. Выполненный ВАБ уровня 1 для блока N5 НВАЭС позволил оценить вклад в ЧПЗ (1/реактор*год) от внутренних ИС (6.9Е-4), внешних (2.4Е-4) и локальных (внутренних пожаров и затоплений - 7.8Е-4) воздействий. На основании выполненных исследований были сделаны выводы о наиболее уязвимых аспектах проекта, компоновки и эксплуатации блока АЭС с точки зрения их влияния на безопасность блока и разработаны мероприятия по повышению безопасности, которые были всесторонне проанализированы специалистами АЭС и включены "концерном Росэнергоатом" в программу мероприятий по повышению безопасности для внедрения на блоке N5 НВАЭС, такие как:

- установка вспомогательной системы питательной воды в отдельном здании;

- изменение конструктивных решений контуров управления с целью исключения ложных срабатываний из-за коротких замыканий

- внедрение мер по уменьшению вероятности забивания приямка при смыве термоизоляции

- обеспечение автоматического или полуавтоматического переключения насосов САОЗ ВД на замкнутый контур циркуляции и т.д.

Показано, что внедрение этих мероприятий обеспечит снижение оцененного значения ЧПЗ более чем на порядок. К диссертационной работе прилагается акт об использовании на НВАЭС результатов диссертации (Приложение 1).

8. Основные положения диссертационной работы использованы при разработке нормативно-технических документов Госатомнадзора России и создании концепции использования ВАБ в регулирующей деятельности для повышения роли анализов риска при принятии регулирующих решений.

1. Федеральный Закон «Об использовании атомной энергии» (с изменением и дополнениями, внесенными федеральными законами от 10.02.97 № 28-ФЗ и от 10.07.2001 № 94-ФЗ), № 170-ФЗ, 21 ноября 1995 г.

2. Федеральный Закон «О радиационной безопасности населения»,№ З-ФЗ, 9 января 1996 г.

3. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций, ОПБ-88/97, НП-001-97 , Госатомнадзор России, 1997 г.

4. Нормы радиационной безопасности, НРБ-99, СП 2.6.1.758-99, Главный государственный санитарный врач Российской Федерации, 1999 г.

5. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций, ПБЯ РУ АС-89, ПНАЭ Г-1-024-90 (с изменением № 1, внесенным постановлением Госатомнадзора России от 27.12.99 № 6), Госпроматомнадзор СССР, 1990 г.

6. Правила радиационной безопасности при эксплуатации атомных станций, ПРБ АС-99, Минздрав России, 1999 г.

7. Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности атомной станции с реакторами типа ВВЭРДОТ-006-98 (с изменением № 1, внесенным постановлением Госатомнадзора России от 15.01.96 № 1), Госатомнадзор России, 1995 г.

8. Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, НП-018-2000, Госатомнадзор России, 2000г.

9. Рекомендации по углубленной оценке безопасности действующих энергоблоков атомных станций с реакторами типа ВВЭР и РБМК (ОУОБ АЭС), РБ-001-97, (РБ Г-12-42-97), Госатомнадзор России, 1997 г.

10. Требования к составу комплекта и содержанию документов, обосновывающих безопасность в период дополнительного срока эксплуатации блока атомной станции, РД-04-31-2001, Госатомнадзор России,2001 г.

11. Учет внешних воздействий природного и техногенного происхождения наядерно- и радиационно опасные объекты, ПНАЭ Г-05-35-95, Госатомнадзор России, 1995 г.

12. Заявление Госатомнадзора России «Применение вероятностного анализа безопасности действующих энергоблоков атомных станций», 1999г.

13. М. Hulsman et. all, "Development of Guidelines for PSA-based Event Analysis in an International Projects", OECD Workshop on Precursors analysis, Brussel, March 2830,2001.

14. P.Hessel "Trends in Risk-informed Regulations in Canada", paper presented at the Technical Committee Meeting "Risk Informed Decision Making", Washington DC, US, 5-9 November 2001

15. Probabilistic Safety Analysis (PSA), Radiation and Nuclear Safety Authority (STUK), Helsinki, YVL 2.8, December 1996

16. Reducing Risk, Protection Peoples; HSE,s Decision Making Process"; HSE Books 2001, IBSN 07176 2151 0.

17. Regulatory Guide 1.174, "An approach for using Probabilistic Risk Assessment in Risk-Informed Decisions on Plant-Specific Changes to the Licensing Basis", US NRC, 1998

18. Regulatory Guide 1.175-1.178, "An approach for Plant-Specific Risk-Informed Decision Making", US NRC, 1998

19. G. Macsuga, "Overview of the Hungarian regulatory approach in the area of PSA", IAEA Technical Meting on Comparison of WER-440 PSAs, VEIKI, Budapest, Hungary, 26-30 May 2003

20. M. Patrik, "Living PSA A Support Framework for Risk Based Decision Making", Proceedings of the International Conference PSAM5, November 2000, Osaka, Japan

21. J. Husarcek, "Regulatory Requirements and Applications on PSA in Slovakia", IAEA TC Meeting "Comparison of WER-440 PSAs", Budapest, May 26-30,2003

22. Draft of the report of the "Workshop on Harmonization of PSA Methodology Approaches for WWER-1000 Reactors and Comparison of PSA Results", IAEA-NSNI, TC Project RER/9/068, 9-13 July 2002, Berlin, Germany

23. Рекомендации по выполнению вероятностного анализа безопасности блока атомных станций уровня 1 для внутренних инициирующих событий (при работе блока в режиме выработки электроэнергии во внешнюю сеть), РБ-024-02, Госатомнадзор России, 2002

24. Руководство по оценке частоты тяжелого повреждения активной зоны реактора (для внешних исходных событий природного и техногенного характера), РБ-21-01, Госатомнадзор России, 2001

25. ФНП «Основные требования к ВАБ АЭС», Окончательная редакция, Госатомнадзор России, 2003

26. Design Basic flood for Nuclear Power Plants on Coastal Sites", IEAE, 50-SG-S10B, 1981

27. Extreme meteorological events in nuclear power plant siting, excluding tropical cyclones", IEAE, 50-SG-S11A, 1981

28. Assumptions for evaluating habitability of nuclear power plants control room during a postulated hazardous chemical release", Regulatory Guide 1.78, US NRC,June 1974

29. Standard Review Plan to the Review of safety Analysis Reports for NPPs", NUREG-75/087, US NRC, Sept. 1975

30. И. Калиберда, "Оценка параметров внешних воздействий природного и техногенного происхождения», Безопасность объектов использования атомной энергии,, М. Логос, 2002, 544 с.

31. Guidelines for External Events Screening Analysis (NPG-10), NO VISA Project, NVNPP, 1999

32. Lioubarski A., Kouzmina I., Noskov D., Berg Т., Makarov S., et al. Novovoronezh Unit 5 Probabilistic Safety Assessment. Part III: PSA Level-1 for External and Area Initiating Events. Volume III: External Initiating Events. Final Report. Project

33. SWISRUS. SWISRUS-2001 -1. Scientific and Engineering Center for Nuclear and Radiation Safety of the Federal Nuclear Safety Authority of Russia. Moscow, 2001.- 115 p

34. Working Materials of the Workshop conducted under IAEA Technical Co-operation Project RER/9/068 "Harmonization of Probabilistic Safety Assessment Practices", IAEA, Vienna, Austria, 2002

35. Альянах И.Н. Моделирование вычислительных систем. Л.: Машиностроение, 1988.-223с.

36. Амосов А.А., Дубинский Ю.А., Копченова Н.В. Вычислительные методы для инженеров. М.: Высшая школа, 1994. 554с.

37. Губанов В.А., Захаров В.В., Коваленко А.Н. Введение в системный анализ. Л.: Издание ЛГУ, 1988.-232 с.

38. Перегудов Ф.И., Тарасенко Ф.П. Введение в системный анализ. М.: Высшая школа, 1989.-367 с.

39. Советов Б.Я., Яковлев С.А. Моделирование систем. М.: Высшая школа, 1985. -271с.

40. Ершов Г.А. Автоматизированное моделирование и расчет показателей качества функционирования корабельных АЭУ. Дис. на соиск. уч. ст. д.т.н. СПб: ВВМИУ им. Ф.Э. Дзержинского, 1997. 412 с.

41. Шостак В.П., Гершаник В.И. Имитационное моделирование судовых66